15489

NUC2 108

كارشناسي ارشد

رشته مهندسي هسته‌اي گرايش راكتور

علوم و فناوري‌هاي نوين، گروه مهندسي هسته‌اي

ارديبهشت ماه 1396

63 ص.

محمد حسين استكي

تحليل نوترونيك , راكتور آب سنگين , اورانيوم اندكي غني شده , تحليل رفتار ترموهيدروليكي , شار حرارتي كسينوسي , پارامترهاي ترموهيدروليكي

1396/05/17

صديقه رمضاني

Neutronics analysis , Heavy-water reactor , Low enriched uranium , Thermohydraulic behavior analysis , Heat flux in cosine mode , Thermohydraulic parameters

Thermal-hydraulic simulation an​d determination of the heat transfer coefficient an​d hot-spot for a heavy-water reactor with low enriched fuel